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GROSSE BRECHE [8 fiches]

Fiche 1 2026-03-18

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Emergency Management
CONT

The large-break loss of coolant accident (LBLOCA) is a design basis accident (DBA) in CANDU [Canadian deuterium uranium] reactors that is postulated to occur as a result of an instantaneous failure of a large diameter pipe in the heat transport system. Due to the positive coolant void reactivity characteristic of CANDU reactors, LBLOCA is characterized by a power excursion ... LBLOCA involves simultaneous degradation of cooling capability and fast positive reactivity insertion, due to rapid core voiding.

Terme(s)-clé(s)
  • large-break LOCA

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Gestion des urgences
CONT

APRP de type grosse brèche. Ce type de transitoire est rapide, il dure de l'ordre de 200 s [secondes] ;il conduit à une brusque chute de la pression du fluide dans le circuit primaire et à un dénoyage total du cœur. Du point de vue thermohydraulique, le scénario de cet accident peut être décomposé en trois phases, à savoir la dépressurisation et la vidange totale, le remplissage du fond de cuve et le renoyage du cœur. Dès l'ouverture de la brèche, supposée quasi instantanée, le circuit primaire se vide rapidement dans l'enceinte de confinement, ce qui entraîne l'arrêt automatique du réacteur(AAR) puis le démarrage du système RIS [système d’injection de sécurité] du fait de l'atteinte d’un seuil de très basse pression dans le pressuriseur.

OBS

Les transitoires d’APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] sont consécutifs à des brèches postulées sur la tuyauterie primaire principale de diamètre compris entre 1 et 14 pouces pour les brèches intermédiaires (BI) et supérieurs à 14 pouces pour les grosses brèches (GB).

Espagnol

Conserver la fiche 1

Fiche 2 2009-10-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
CONT

A second cooling function is provided for safety reasons, to deal with the possibility of a loss of primary coolant circuit function during operation of the reactor. A breach in the primary coolant circuit, for example, could allow the core to overheat, resulting in damage to the nuclear fuel. A pressurizer arrangement injects additional coolant into the circuit to maintain operational pressure and to replace coolant that may be lost through a minor breach or leak in the coolant circuit.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Petite brèche. L'accident de perte de réfrigérant primaire par petite brèche est supposé être initié :-soit par la rupture partielle d’une grosse tuyauterie primaire;-soit par la rupture d’une petite tuyauterie branchée au circuit primaire;-soit par une soupape de sûreté restée coincée ouverte après fonctionnement(cas de l'accident de Three Mile Island).

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2009-10-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
DEF

A break involving complete severance of a pipe.

CONT

The ECCS has been designed to accommodate pipe breaks up to and including a double-ended guillotine break of the largest pipe in the reactor coolant system.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Grosse brèche. Ce type d’accident de perte de réfrigérant primaire(APRP) est supposé initié par la rupture franche et complète d’une branche froide du circuit primaire(dite rupture guillotine). Le fluide s’écoule alors par les deux tronçons ouverts. La décompression est rapide : l'écoulement est homogène et les phénomènes gravitaires ne jouent qu'un rôle marginal.

Espagnol

Conserver la fiche 3

Fiche 4 2009-10-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
CONT

A second cooling funtion is provided for safety reasons, to deal with the possibility of a loss of primary coolant circuit function during operation of the reactor. A breach in the primary coolant circuit, for example, could allow the core to overheat, resulting in damage to the nuclear fuel. A pressurizer arrangement injects additional coolant into the circuit to maintain operational pressure and to replace coolant that may be lost through a minor breach or leak in the coolant circuit. Various techniques are known for cooling the reactor core in the event of a major breach such as the rupture of a conduit in the primary coolant circuit. Neutron absorbing control rods can be inserted into the fuel array quickly to damp the nuclear reaction, for example when the sensed coolant pressure drops.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Grosse brèche. Ce type d’accident de perte de réfrigérant primaire(APRP) est supposé initié par la rupture franche et complète d’une branche froide du circuit primaire(dite rupture guillotine). Le fluide s’écoule alors par les deux tronçons ouverts. La décompression est rapide : l'écoulement est homogène et les phénomènes gravitaires ne jouent qu'un rôle marginal.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel is typically associated with fuel heatup after a large break LOCA [loss of coolant accident] or a fast LOR [loss of regulation].

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU est habituellement associée à une surchauffe du combustible après un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche, ou après une perte rapide de contrôle de la réactivité(PCR).

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Positive void reactivity feedback of CANDU reactors causes a fission power pulse after a Large-Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA).

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La contre-réaction de réactivité du vide positive dans les réacteurs CANDU entraîne une pointe de puissance de fission après un APRP [accident grave de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel is typically associated with fuel heatup after a large break LOCA [large loss of coolant accident] or a fast LOR.

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU est habituellement associée à une surchauffe du combustible après un APRP [accident grave de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche, ou après une perte rapide de contrôle de la réactivité(PCR).

Espagnol

Conserver la fiche 7

Fiche 8 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Positive void reactivity feedback of CANDU reactors causes a fission power pulse after a Large-Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA).

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La contre-réaction de réactivité du vide positive dans les réacteurs CANDU entraîne une pointe de puissance de fission après un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche.

Espagnol

Conserver la fiche 8

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